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非能动安全壳冷却系统模拟分析程序PCCSAP-3D及其验证
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作者 王岩 杨燕宁 +1 位作者 张尧力 周志伟 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第2期175-179,共5页
PCCSAP-3D是我国自主开发用于分析评价非能动安全壳冷却系统(PCCS)的专用程序。通过对AP1000反应堆系统进行建模,使用PCCSAP-3D模拟分析AP1000在假想的冷却剂丧失(LOCA)以及主蒸汽管道破裂事故(MSLB)等设计基准事故下非能动安全系统的... PCCSAP-3D是我国自主开发用于分析评价非能动安全壳冷却系统(PCCS)的专用程序。通过对AP1000反应堆系统进行建模,使用PCCSAP-3D模拟分析AP1000在假想的冷却剂丧失(LOCA)以及主蒸汽管道破裂事故(MSLB)等设计基准事故下非能动安全系统的运行瞬态,并与西屋公司开发的非能动冷却系统分析程序WGOTHIC的计算结果进行对比。分析结果显示,两者吻合良好,PCCS能够有效地将假想事故下安全壳内的压力控制在设计安全限值以下。初步验证PCCSAP-3D程序对于AP1000反应堆PCCS冷却性能评价的可用性。 展开更多
关键词 非能动安全壳冷却系统(pccs) 分析程序 先进压水堆
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先进压水堆核电厂保护系统需求分析的层次结构 被引量:3
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作者 丁书华 杨燕华 +1 位作者 朱学农 林萌 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2007年第2期215-218,共4页
为提高核电厂的安全性和运行裕量,本工作在已有技术的基础上自主进行核电厂数字化保护系统需求分析,完成需求分析报告。需求分析报告采用1种三等级的金字塔式层次结构,该结构可直观阐明先进压水堆核电厂数字化保护系统的设计特性和逻辑... 为提高核电厂的安全性和运行裕量,本工作在已有技术的基础上自主进行核电厂数字化保护系统需求分析,完成需求分析报告。需求分析报告采用1种三等级的金字塔式层次结构,该结构可直观阐明先进压水堆核电厂数字化保护系统的设计特性和逻辑实现。 展开更多
关键词 先进压水堆 数字化保护系统 需求分析
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小型压水堆小破口失水事故 被引量:2
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作者 杨晓敏 陈玉清 +3 位作者 蔡琦 饶彧先 王伟 王海峰 《兵器装备工程学报》 CSCD 北大核心 2022年第4期86-91,共6页
针对某小型压水堆,采用最佳估算加不确定性分析的方法,以最佳估算程序RELAP5/SCDAPSIM为工具开展小破口失水事故的瞬态特性分析;基于Wilks公式的非参数统计方法,对源系数所带来的不确定性传播进行量化评估;进而通过敏感性分析,确定了对... 针对某小型压水堆,采用最佳估算加不确定性分析的方法,以最佳估算程序RELAP5/SCDAPSIM为工具开展小破口失水事故的瞬态特性分析;基于Wilks公式的非参数统计方法,对源系数所带来的不确定性传播进行量化评估;进而通过敏感性分析,确定了对燃料包壳峰值温度影响关键的源系数是壁面传热系数、冷却剂导热系数和相间界面传热系数,研究结果表明:这7种源系数所带来的不确定性传播影响不显著,适用于小型压水堆的小破口失水事故分析计算。 展开更多
关键词 小型压水堆 SBLOCA 源系数 不确定性分析 敏感性分析
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SBLOCA整体试验台架的比例模化分析与初步评估 被引量:6
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作者 卢霞 匡波 +1 位作者 孔浩铮 刘鹏飞 《应用科技》 CAS 2019年第5期80-87,共8页
为了对大型非能动先进压水堆安全设计以及相关事故分析程序的适宜性进行验证评估,针对非能动压水堆核电厂AP1000重要的设计基准事故之一——小破口失水事故(SBLOCA),基于其SBLOCA的现象过程识别与排序表(PIRT)中高重要度现象过程,采用... 为了对大型非能动先进压水堆安全设计以及相关事故分析程序的适宜性进行验证评估,针对非能动压水堆核电厂AP1000重要的设计基准事故之一——小破口失水事故(SBLOCA),基于其SBLOCA的现象过程识别与排序表(PIRT)中高重要度现象过程,采用系统性的分级双向比例模化(H2TS)方法,评估大型非能动先进堆芯冷却机理试验(ACME)台架模化验证AP1000核电厂SBLOCA事故的适宜性,进一步地,采用系统分析程序对AP1000小LOCA事故的模拟与部分ACME小破口事故验证试验的结果进行对比,从而初步评估了ACME对于AP1000小LOCA验证模拟的适宜性。 展开更多
关键词 大型非能动先进压水堆 小破口失水事故 现象过程识别与排序表 分级双向比例模化 整体试验台架 先进堆芯冷却机理实验 比例模化分析 Relap5程序计算
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安全壳卸压排放过程模化分析 被引量:1
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作者 高志超 曹学武 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2020年第5期776-781,共6页
针对大型非能动先进压水堆安全壳卸压排放过程中涉及的重要热工现象,采用系统性的关键现象识别及重要性分析方法,得到了大型非能动先进压水堆卸压排放过程中的现象过程识别与排序表(PIRT)。结果表明:排放管线及鼓泡器中对安全壳卸压排... 针对大型非能动先进压水堆安全壳卸压排放过程中涉及的重要热工现象,采用系统性的关键现象识别及重要性分析方法,得到了大型非能动先进压水堆卸压排放过程中的现象过程识别与排序表(PIRT)。结果表明:排放管线及鼓泡器中对安全壳卸压排放过程影响程度较高的现象为临界和摩擦流、两相压降、几何尺寸及流动状态;乏燃料水池中对安全壳卸压排放过程影响程度较高的现象为冷凝、传热、几何尺寸、流体混合、不凝性气体及热分层。利用关键现象识别及重要性分析结果与现有缩放实验台架的搭建经验及研究结果,得到了安全壳卸压排放过程验证性试验装置搭建中应该遵循的相似准则,从而为安全壳卸压排放验证性试验装置的搭建提供设计基础和理论依据。 展开更多
关键词 大型非能动先进压水堆 安全壳卸压 模化分析方法 现象过程识别与排序表
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典型事故下中国先进压水堆自动卸压系统运行特性研究
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作者 于沛 邢继 +2 位作者 马海福 孟兆明 孙中宁 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2023年第S01期108-118,共11页
本文基于系统分析程序以中国先进压水堆为研究对象,将一回路冷管段2英寸小破口、自动卸压系统(ADS)阀门误开启、直接注入(DVI)管线双端断裂、一回路冷管段10英寸小破口这4个典型的ADS触发事故作为始发事件,进行ADS运行特性研究,重点关注... 本文基于系统分析程序以中国先进压水堆为研究对象,将一回路冷管段2英寸小破口、自动卸压系统(ADS)阀门误开启、直接注入(DVI)管线双端断裂、一回路冷管段10英寸小破口这4个典型的ADS触发事故作为始发事件,进行ADS运行特性研究,重点关注ADS对一回路压力、包壳温度、安注流量及喷洒器喷放状态的影响。结果表明:在发生典型ADS触发事故后,通过ADS多级卸压可以将一回路压力逐步降低至壳外承压水箱的投入压力,使得3种非能动水箱能够有序注射,保证包壳温度不超温;在除10英寸破口事故外的典型ADS触发事故中,喷洒器均能保持较长时间的临界射流状态,避免高温高压蒸汽在直接接触式冷凝过程中出现的喘振及冷凝震荡现象;ADS的两套独立卸压流道设计具有100%的冗余度。 展开更多
关键词 系统分析程序 先进压水堆 自动卸压系统 临界射流
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先进压水堆核电厂多样性驱动系统需求分析结构 被引量:1
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作者 刘爱国 江辉 +2 位作者 孙伟 田亚杰 朱学农 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第B11期950-954,共5页
核电厂数字化应用需应对软件可能的共因失效所带来的问题。多样性驱动系统(DAS)用于数字化保护系统软件共因失效(CCF)时缓解和抵御核电厂发生设计基准事件的后果。本研究在核电厂纵深防御与多样性原则的指导下,对先进压水堆核电厂... 核电厂数字化应用需应对软件可能的共因失效所带来的问题。多样性驱动系统(DAS)用于数字化保护系统软件共因失效(CCF)时缓解和抵御核电厂发生设计基准事件的后果。本研究在核电厂纵深防御与多样性原则的指导下,对先进压水堆核电厂的多样性驱动系统需求进行分析研究,阐明了先进压水堆核电厂多样性驱动系统的设计特性、过程、依据、方法及系统结构。 展开更多
关键词 先进压水堆 多样性驱动系统 纵深防御和多样性分析 需求分析
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基于AP1000压水堆模型的cosRMC程序临界计算能力验证与评估 被引量:1
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作者 秦瑶 全国萍 +2 位作者 李硕 余慧 陈义学 《现代应用物理》 2020年第1期71-75,共5页
利用cosRMC程序对AP1000三代非能动压水堆的21种典型组件模型及全堆芯模型开展了精细建模和临界计算,将计算得到的无限增殖因子、有效增殖因子及径向功率分布等参数与参考结果进行了比对,并研究了无限增殖因子和有效增殖因子对相关核数... 利用cosRMC程序对AP1000三代非能动压水堆的21种典型组件模型及全堆芯模型开展了精细建模和临界计算,将计算得到的无限增殖因子、有效增殖因子及径向功率分布等参数与参考结果进行了比对,并研究了无限增殖因子和有效增殖因子对相关核数据的敏感性及其不确定度。结果表明,用cosRMC程序计算得到的各种参数准确度较高,与参考结果符合良好,验证了cosRMC程序具有精确模拟三代压水堆的临界计算能力及合理估算相关参数不确定度的能力。 展开更多
关键词 cosRMC 蒙特卡罗程序 压水堆 临界计算 敏感性分析 不确定度分析
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Evaluation of Nonlinear Finite Element Module for the Simulation of Fuel Behavior
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作者 Hyo Chan Kim Yong Sik Yang +1 位作者 Yang Hyun Koo Young Doo Kwon 《Journal of Energy and Power Engineering》 2013年第4期689-694,共6页
Because zirconium alloy cladding is the first containment barrier for fission products, its mechanical integrity is the most important concern. In view of the mechanical integrity, stress and strain are the main facto... Because zirconium alloy cladding is the first containment barrier for fission products, its mechanical integrity is the most important concern. In view of the mechanical integrity, stress and strain are the main factors that affect the cladding performance during normal or off-normal operation, which induces force interaction between the pellet and cladding. In the case of a normal operation period, to estimate the cladding stress and strain, various models and codes have been developed using a simplified 1D (one-dimensional) assumption. However, in the case of a slow ramp during start-up and shut-down and a fast transient such as an AOO (anticipated operational occurrence), it is difficult for a 1D model to simulate the cladding stress and strain accurately due to its modeling limitation. To model a large deformation along the radial and axial directions such as a "'ballooning" phenomenon, FE (finite element) modeling, which can simulate a higher degree of freedom, is an indispensable requirement. In this work, an axisymmetric two-dimensional FE module, which will be integrated into the transient fuel performance code, has been developed. To solve the mechanical equilibrium of the pellet-cladding system, taking into account the geometrical and material non-linearities, the FE module employs an ESF (effective-stress-function) algorithm. Verifications of the FE module for the cases of thermal and elastic analyes were performed using the results of ANSYS 13.0. 展开更多
关键词 pressurized water reactor fuel performance code finite element method thermo-mechanical analysis.
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